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核电站一回路用机械密封 被引量：40
1
作者 王玉明 黄伟峰 李永健 《摩擦学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第4期408-416,共9页
机械密封在各类核电站的一回路中有大量应用.核电站一回路用机械密封是核电站的关键部件之一,其性能好坏很大程度上决定着核电站能否长周期安全可靠运行.本文以几种具有代表性的核电站反应堆堆型为例,对其一回路用机械密封进行了介绍,... 机械密封在各类核电站的一回路中有大量应用.核电站一回路用机械密封是核电站的关键部件之一,其性能好坏很大程度上决定着核电站能否长周期安全可靠运行.本文以几种具有代表性的核电站反应堆堆型为例,对其一回路用机械密封进行了介绍,这些反应堆分别以水、氦气和液态金属为冷却剂并跨越第二代到第四代核电技术.首先介绍了压水堆核主泵机械密封,分别叙述了美式风格的流体静压型核主泵密封及欧式风格的流体动压型核主泵密封的结构特点、工作原理和最新的基础研究状况;随后介绍了高温气冷堆氦气轮机/氦气风机干气密封的结构特点、使用要求及相应的针对性设计;最后介绍了钠冷快堆钠泵机械密封,包括1种惰性气体缓冲、油膜润滑的三级串联式机械密封和1种直接以液态金属润滑的螺旋槽式机械密封. 展开更多
关键词 核电站 核主泵 氦风机 钠泵 机械密封
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导叶结构对核主泵性能的影响 被引量：26
2
作者 秦杰 徐士鸣 《发电设备》 2010年第5期315-318,共4页
针对将AP1000核主泵转速从1 750 r/min降低到1 450 r/min,应用强制漩涡法和速度系数法设计核主泵叶轮和环形压水室,设计出扭曲叶片和扩散叶片两种结构形式的导叶。利用Fluent软件,对不同导叶设计工况进行数值模拟,对主泵内部静压分布和... 针对将AP1000核主泵转速从1 750 r/min降低到1 450 r/min,应用强制漩涡法和速度系数法设计核主泵叶轮和环形压水室,设计出扭曲叶片和扩散叶片两种结构形式的导叶。利用Fluent软件,对不同导叶设计工况进行数值模拟,对主泵内部静压分布和流线分布进行分析,较好地揭示了过流部件内部流动的主要特征。 展开更多
关键词 核电站 主泵 导叶 数值模拟
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核动力舰船发展前景展望 被引量：19
3
作者 伍赛特 《节能》 2019年第3期117-120,共4页
对以核动力航空母舰及核潜艇为代表的核动力舰船的技术特点及其技术发展进行介绍,重点对其未来应用前景进行了展望。核动力装置可有效提升舰船的续航能力及自持力,同时节省了燃料空间,从而可携带更多武器弹药并提升作战能力,一定程度上... 对以核动力航空母舰及核潜艇为代表的核动力舰船的技术特点及其技术发展进行介绍,重点对其未来应用前景进行了展望。核动力装置可有效提升舰船的续航能力及自持力,同时节省了燃料空间,从而可携带更多武器弹药并提升作战能力,一定程度上也可改善全舰的隐蔽性。尽管目前依然存在成本高昂及核安全等诸多技术难题,但随着相关技术的不断发展与完善,核动力舰船必将在海防领域起到重要作用。 展开更多
关键词 核动力 航空母舰 潜艇 军用舰艇 核能 核反应堆 核安全
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日本小型核动力反应堆及其技术特点 被引量：11
4
作者 陈炳德 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2004年第3期193-197,202,共6页
日本原子能研究所研制了包括一体化船用堆(MRX)在内的几种小型核反应堆MRX采用容器内置式控制棒驱动机构、水淹式安全壳、非能动余热排出系统;MR-100G和MR-1G是专门为区域供热和冷却系统提供能源、一回路系统自加压的全自然循环一体化... 日本原子能研究所研制了包括一体化船用堆(MRX)在内的几种小型核反应堆MRX采用容器内置式控制棒驱动机构、水淹式安全壳、非能动余热排出系统;MR-100G和MR-1G是专门为区域供热和冷却系统提供能源、一回路系统自加压的全自然循环一体化压水堆。其排放物活性较低,小型化、模块式结构,可直接建于城市、甚至办公大楼的地下。水下探测器用小型潜水反应堆(SCR)的设计思路与MRX基本相同,但一回路为全自然循环。日本小型核反应堆发展的技术思路清晰,注重用途的拓展,具有战略发展远见。在将我国大型核动力反应堆研制经验及其相应技术的推广方面,日本小型反应堆的发展思路值得借鉴。 展开更多
关键词 小型核动力 船用反应堆 小型反应堆 先进一体化船用堆
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核电站数字化反应堆保护系统研究 被引量：15
5
作者 王华金 刘立新 +2 位作者 李谢晋 许东方 周继翔 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2002年第A02期74-78,共5页
为提高我国核电站仪表与控制系统的整体技术水平,为实现我国新一代核电站的自主设计和建造打下基础,“九五”期间,中国核动力研究设计院采用成熟的计算技术、遵照有关标准的要求完成了数字化反应堆保护系统的系统设计并研制出了原理样机。
关键词 核电站 数字化反应堆保护系统 设计 数字化仪表 控制系统
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CNP1000轴封式核主泵技术 被引量：14
6
作者 冯晓东 吴大转 +1 位作者 杨立峰 贾允 《排灌机械工程学报》 EI CSCD 北大核心 2016年第7期553-560,共8页
CNP1000轴封式核主泵作为泵类行业的高端设备是核电站一回路系统中唯一没有实现国产化的设备,其自主设计、制造及试验是中国推进核电自主化的重点和难点.对核电泵的国内技术现状以及1 000 MW轴封式核主泵结构特点进行了介绍,分别从承压... CNP1000轴封式核主泵作为泵类行业的高端设备是核电站一回路系统中唯一没有实现国产化的设备,其自主设计、制造及试验是中国推进核电自主化的重点和难点.对核电泵的国内技术现状以及1 000 MW轴封式核主泵结构特点进行了介绍,分别从承压边界、水力部件、转子轴系、隔热组件、轴密封、停车密封、水导轴承、推力轴承、一体化供油泵、油密封、辅助系统及其关键设备进行了设计原理和实施要求的详细说明.通过对不同类型主泵的出口限制情况和应用前景比较分析,说明了轴封主泵对外出口的优势,提出轴封主泵将在很长一段时间占据核电市场的主导地位.目前国内企业已完成了多项关键技术,如主轴密封、水力部件、全流量试验等的自主化,但是核主泵的理论基础并没有完整建立,有待进一步研究.因此,核主泵的国产化研制任务仍需较长的时间去攻克. 展开更多
关键词 核电站 核主泵 轴封式 国产化
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兆瓦级空间热管反应堆动力系统概念设计 被引量：13
7
作者 张文文 刘逍 +2 位作者 田文喜 秋穗正 苏光辉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第12期2160-2164,共5页
针对目前航天技术发展对动力提出的要求,参考国外提出的空间核动力系统设计,提出了新型兆瓦级空间热管反应堆核动力系统概念设计。堆芯为金属锂热管冷却、石墨慢化热中子反应堆,采用转鼓控制反应性,堆芯热量通过热管导出。与国外热管反... 针对目前航天技术发展对动力提出的要求,参考国外提出的空间核动力系统设计,提出了新型兆瓦级空间热管反应堆核动力系统概念设计。堆芯为金属锂热管冷却、石墨慢化热中子反应堆,采用转鼓控制反应性,堆芯热量通过热管导出。与国外热管反应堆设计方案中燃料棒与热管相间布置方案不同,本文采用了热管-燃料复合元件,即燃料包裹于热管外壁面。能量转换采用以氦氙混合气体为工质的布雷顿动态热电转换。系统废热通过钠钾合金冷却回路传递到钾热管辐射板,通过辐射换热释放入太空。对热管反应堆堆芯物理及热工进行了初步分析,并对热管辐射板进行了性能分析,结果表明,所设计热管反应堆堆芯在设计功率下满足相应安全性要求,同时热管辐射板具有足够的能力将系统废热导出。 展开更多
关键词 空间核动力 热管反应堆 布雷顿转换 钾热管辐射板
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浅析核电厂反应堆压力容器完整性问题 被引量：13
8
作者 张加军 陈晶晶 +1 位作者 车树伟 吴彦农 《压力容器》 2014年第1期48-55,共8页
反应堆压力容器(RPV)作为核电厂重要主设备之一,其完整性直接影响到核电厂的安全运行,为了确保反应堆压力容器的完整性,需要在设计、制造、安装和运行过程中重点关注相关问题。介绍了反应堆压力容器的材质发展过程、反应堆压力容器的典... 反应堆压力容器(RPV)作为核电厂重要主设备之一,其完整性直接影响到核电厂的安全运行,为了确保反应堆压力容器的完整性,需要在设计、制造、安装和运行过程中重点关注相关问题。介绍了反应堆压力容器的材质发展过程、反应堆压力容器的典型降级模式,并对产生降级的原因进行了分析,提出了下一步预防降级可采取的措施,以确保反应堆压力容器的完整性,进而为核电厂的反应堆压力容器的设计、制造、安装和运行维护阶段提供参考。 展开更多
关键词 核电厂 反应堆压力容器 泄漏 完整性 降级模式
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核电厂主螺栓超声自动检测技术研究与实现 被引量：11
9
作者 张宝军 张国丰 +1 位作者 严智 刘呈则 《压力容器》 2013年第5期64-69,共6页
核电厂反应堆压力容器主螺栓长期运行在高温、高压、高放射性环境下,易于形成疲劳损伤。针对核电厂反应堆压力容器主螺栓的检测要求,研究并形成了一套主螺栓超声检测系统及检测技术。介绍了该检测系统的主要组成、功能及相应的检测技术... 核电厂反应堆压力容器主螺栓长期运行在高温、高压、高放射性环境下,易于形成疲劳损伤。针对核电厂反应堆压力容器主螺栓的检测要求,研究并形成了一套主螺栓超声检测系统及检测技术。介绍了该检测系统的主要组成、功能及相应的检测技术,通过试验方法验证该系统及技术满足ASME规范第Ⅺ卷关于压水堆核电站役前和在役检查反应堆压力容器主螺栓体积性检查的规定要求。该系统及技术的研究,实现了核电厂反应堆压力容器主螺栓检测过程的自动化,提高了检测效率,可适用多种堆型的核电厂主螺栓检查以及其他民用承压大型螺栓的检查,具有广泛的适用性。 展开更多
关键词 核电厂 反应堆压力容器 主螺栓 超声检测
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核动力深空探测器现状及发展研究 被引量：12
10
作者 朱安文 刘飞标 +1 位作者 杜辉 马世俊 《深空探测学报》 2017年第5期405-416,共12页
深空探测中,由于无法使用太阳能或者太阳能的利用效率太低,需要使用空间核电源。当前用于月球表面、火星表面、木星及以远的飞行任务中的核动力深空探测器,均利用的同位素核源衰变能,包括同位素热源用于温度控制和采用温差发电用于供电... 深空探测中,由于无法使用太阳能或者太阳能的利用效率太低,需要使用空间核电源。当前用于月球表面、火星表面、木星及以远的飞行任务中的核动力深空探测器,均利用的同位素核源衰变能,包括同位素热源用于温度控制和采用温差发电用于供电。研究中的深空探测核动力应用包括月球基地、载人火星飞行、无人探测、使用核反应堆裂变能等。空间裂变电源的反应堆包括液态金属冷却堆和气冷堆两种方式,前者支持温差、斯特林和布雷顿发电,后者支持布雷顿和磁流体发电。近期开始探索研究核聚变深空探测器。纵观核动力深空探测器的发展历程,同位素电源依然在深空探测中发挥着重要作用,大功率空间核电源结合电推进将成为未来深空探测的重要关注方向。 展开更多
关键词 核动力 深空探测器 同位素电源 反应堆
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核电厂放射性固体废物处理 被引量：12
11
作者 马宝成 邱小平 叶永东 《南华大学学报（自然科学版）》 2010年第1期17-20,共4页
核电厂在运行和换料大修时,会产生一些废物.这些废物中有非放射性的(废气、废热、化学产物),也有放射性的(气体、液体、固体),为了保护周围环境免受放射性污染,防止对工作人员和居民过量的放射性辐照,所有放射性废物在排放到环境和最终... 核电厂在运行和换料大修时,会产生一些废物.这些废物中有非放射性的(废气、废热、化学产物),也有放射性的(气体、液体、固体),为了保护周围环境免受放射性污染,防止对工作人员和居民过量的放射性辐照,所有放射性废物在排放到环境和最终处理前,必须经收集和处理.本文介绍了核电站放射性三废的来源、分类以及对不同种类废物的不同处理方式. 展开更多
关键词 核电站 压水堆 三废 后处理
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特种用途电线电缆的设计和研究及其指导思想 被引量：10
12
作者 王春江 范洪欣 《电线电缆》 2007年第1期7-11,共5页
介绍了特种用途电线电缆的特点,重点论述产品的设计和研究的特点及其指导思想。以耐高温、耐辐照、低噪音同轴电缆和水下航行体遥测专用电线的设计研究为主题,论述电线电缆设计和研究的科技人员,如何向与电线电缆配套的电气装备设计研... 介绍了特种用途电线电缆的特点,重点论述产品的设计和研究的特点及其指导思想。以耐高温、耐辐照、低噪音同轴电缆和水下航行体遥测专用电线的设计研究为主题,论述电线电缆设计和研究的科技人员,如何向与电线电缆配套的电气装备设计研究科技人员进行调研、学习和交流,知识互补,开拓知识领域,只有这样才能及时地制定和选择正确的设计研究技术路线及方案,迅速地获取科研成果,很好地满足使用要求,这是开发研究产品唯一的捷径。 展开更多
关键词 特种用途电线电缆 耐高温耐辐照低嗓音同轴电缆 遥测专用电线 核反应堆 水下航行体 设计和研究 指导思想 材料和结构
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压水堆核电站凝结水精处理系统设置方案研究 被引量：11
13
作者 林建中 蔡冠萍 《热力发电》 CAS 北大核心 2012年第11期67-70,共4页
基于核电机组的设计和运行经验分析各种工况下压水堆核电站凝结水精处理系统运行的技术和经济效益,提出了凝结水精处理系统的设计原则为:核电机组凝结水精处理系统功能应满足机组起动和凝汽器发生冷却水泄漏时凝结水的净化需要,以便在... 基于核电机组的设计和运行经验分析各种工况下压水堆核电站凝结水精处理系统运行的技术和经济效益,提出了凝结水精处理系统的设计原则为:核电机组凝结水精处理系统功能应满足机组起动和凝汽器发生冷却水泄漏时凝结水的净化需要,以便在机组正常运行时可不投运该系统;以海水作为冷却水时,应设置全流量的凝结水精处理系统;以淡水作为冷却水时,应根据冷却水含盐量、凝汽器泄漏允许值、二回路水质控制标准、蒸汽发生器排污量等相关因素经综合计算确定设计容量。凝结水精处理系统应采用"阳床-混床"工艺。 展开更多
关键词 压水堆核电站 凝结水 精处理 设计容量 凝汽器 冷却水净化
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中国核电发展概论 被引量：9
14
作者 张仲孝 《电力建设》 北大核心 2004年第2期1-4,共4页
随着我国国民经济发展及人民生活水平的提高 ,对电力的需求越来越旺盛。我国能源相对短缺 ,发展煤、油、气发电的空间有限 ,而核燃料具有极高的能量密度 ,易于大量储存 ,并且发展核电是减排温室气体、减少环境污染的根本途径。
关键词 核电站 核安全法规 可持续发展战略 核燃料 中国
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秦山一期核电站SGTR导致堆芯熔化进程及事故缓解措施的研究 被引量：8
15
作者 许以全 苏云 曹学武 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2004年第3期279-283,共5页
采用自行研制的核反应堆严重事故分析平台,对秦山-期核电站蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)初因导致堆芯熔化严重事故进程进行了分析研究,并根据美国SANONOFRE核电站的IPE结果以及SURRY的PSA评估结果,选择适当的缓解措施,如一回路补给水、... 采用自行研制的核反应堆严重事故分析平台,对秦山-期核电站蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)初因导致堆芯熔化严重事故进程进行了分析研究,并根据美国SANONOFRE核电站的IPE结果以及SURRY的PSA评估结果,选择适当的缓解措施,如一回路补给水、二回路补给水、一回路卸压等,对该事故做了相应的严重事故管理。通过计算分析,对阻止SGTR导致堆芯熔化进程的缓解措施的有效性进行了验证。 展开更多
关键词 秦山一期核电站 蒸汽发生器 传热管 破裂 严重事故管理 缓解措施
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空间核能源应用的安全性设计、分析和评价 被引量：10
16
作者 周继时 朱安文 耿言 《深空探测学报》 2015年第4期302-312,共11页
针对核动力航天器应用中的安全性问题,调研了国际上涉及空间核安全的规章制度,并结合美国和俄罗斯在空间核安全设计、分析、评价等方面的成功经验和做法,提炼出了在空间核安全设计、管理等方面的有关要点,可以用于指导国内空间核动力航... 针对核动力航天器应用中的安全性问题,调研了国际上涉及空间核安全的规章制度,并结合美国和俄罗斯在空间核安全设计、分析、评价等方面的成功经验和做法,提炼出了在空间核安全设计、管理等方面的有关要点,可以用于指导国内空间核动力航天器的研发和应用。 展开更多
关键词 核动力航天器 空间核安全 放射性同位素电源 空间核反应堆
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堆外核仪表系统(RPN)的预设效验系数理论计算 被引量：8
17
作者 竹生东 邓力 +4 位作者 李树 熊春华 姚增华 张洪 李冬生 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2004年第2期152-155,共4页
用蒙特卡罗方法及程序模拟给出了某核电厂堆内各组件(节块)对堆外探测器的响应矩阵。通过响应矩阵算出堆外探测器各节电流及堆外核仪表系统(RPN)刻度系数,进而得到堆芯热功率水平(Pr)及堆芯轴向功率偏差(DI)。通过不同循环、不同氙振荡... 用蒙特卡罗方法及程序模拟给出了某核电厂堆内各组件(节块)对堆外探测器的响应矩阵。通过响应矩阵算出堆外探测器各节电流及堆外核仪表系统(RPN)刻度系数,进而得到堆芯热功率水平(Pr)及堆芯轴向功率偏差(DI)。通过不同循环、不同氙振荡理论计算与实验对比,表明数值模拟是可行的,计算结果完全满足精度要求。 展开更多
关键词 蒙特卡罗方法 探测器 响应矩阵 功率偏差
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核能发电的特点及前景预测 被引量：9
18
作者 陈国云 范杜平 《电力科技与环保》 2011年第5期48-50,共3页
核能发电具有经济、环保、安全的特点,发展和推广核电既能确保能源的可持续发展,也能满足环境保护的需要。近年来,核电发展取得了一定成绩,但其热污染和放射污染问题仍需引起重视并采取相关的措施。
关键词 核裂变 核能发电 反应堆
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空间核动力推进技术研究展望 被引量：9
19
作者 张泽 薛翔 +2 位作者 王园丁 王浩明 杜磊 《火箭推进》 CAS 2021年第5期1-13,共13页
为满足未来太阳系边际探测、深空轨道转移、载人深空探测等大型空间任务对于高可靠、可持续、大功率动力源的需求,空间核动力推进技术成为全球研究热点。通过追踪世界主要国家现阶段空间核动力发展动态,对空间核动力领域模块化、通用化... 为满足未来太阳系边际探测、深空轨道转移、载人深空探测等大型空间任务对于高可靠、可持续、大功率动力源的需求,空间核动力推进技术成为全球研究热点。通过追踪世界主要国家现阶段空间核动力发展动态,对空间核动力领域模块化、通用化、型谱化的发展方向进行了系统性梳理,对涉及的总体技术、散热技术、制造技术、验证技术等关键技术进行了解析。最终总结我国核心优势和潜在风险,为未来空间核动力推进的规划论证与技术研究提供参考。 展开更多
关键词 空间核动力 空间推进 核裂变反应堆 核热推进 核电推进
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EPR蒸汽发生器制造技术 被引量：9
20
作者 景军涛 江才林 +1 位作者 罗吾希 郑晨 《压力容器》 2013年第9期65-70,共6页
根据欧洲第三代先进压水堆型(EPR)核电蒸汽发生器的制造过程中积累的经验,并结合其他压水堆型核电蒸汽发生器的制造经验,介绍了EPR蒸汽发生器的结构特点,并分别对制造过程中的一些关键制造技术,如管板一次侧面堆焊、管板深孔钻、内套筒... 根据欧洲第三代先进压水堆型(EPR)核电蒸汽发生器的制造过程中积累的经验,并结合其他压水堆型核电蒸汽发生器的制造经验,介绍了EPR蒸汽发生器的结构特点,并分别对制造过程中的一些关键制造技术,如管板一次侧面堆焊、管板深孔钻、内套筒的装配和水室封头的制造等进行详细阐述,为后续压水堆型核电蒸汽发生器的制造提供经验参考。 展开更多
关键词 核岛主设备 欧洲先进压水堆 蒸汽发生器制造
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